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論文

Development of Decommissioning Engineering Support System(DEXUS) of the Fugen Nuclear Power Station

井口 幸弘*; 兼平 宜紀*; 立花 光夫*; Johnsen, T.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.367 - 375, 2004/03

新型転換炉ふげん発電所は、2003年に運転を終了し、現在、廃止措置の準備が進んでいる。「ふげん」では、廃止措置のためにエンジニアリング支援システムを、3次元CADや仮想現実(VR)などの最新のソフトウェア技術を用いて開発しており、解体計画の作成に利用している。特に、VR技術による被ばく線量評価システムを開発し、試行した。本支援システムは、放射性廃棄物の定量化,放射能インベントリの可視化,解体工程のシミュレーション,放射線環境下での作業量評価、及び廃止措置の最適化等に用いるものである。また、作業者の教育訓練及び一般の理解を得るのにも有効である。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体廃棄物データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-050, p.113 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-99-050.pdf:5.95MB

解体実地試験で収集したデータの中から廃棄物に関するデータの分析を進めその特徴をまとめた。この結果、解体実地試験から発生したすべての廃棄物(固体)は24,420トンで、このうち、放射性廃棄物は3,770トンであり、これらは施設全体の機器・構造物の65%及び10%を占めることが明らかになった。さらに、放射能レベル毎の廃棄物発生量の分析では、極めてレベルの低い放射性廃棄物が約80%、比較的レベルの高い放射性廃棄物が4%であった。他方、放射性廃棄物の多くは各種容器に収納して保管しており、その特性に関する分析では、約8,000個の容器が発生し、その平均収納効率は約0.93/m$$^{3}$$トンであった。これらの分析結果を解体実地試験が開始される前に予測した廃棄物発生量と比較し、精度良く廃棄物発生量を予測するうえで重要となる要点を明らかにした。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 98-010, 186 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-010.pdf:7.12MB

原研においては昭和61年から進められてきたJPDRの解体作業が平成8年3月までに完了した。この解体作業では、解体作業に関係する種々のデータを体系的に収集し、計算機に蓄積して解体データベースを構築するとともにこれらのデータを分析して解体作業の特徴を明らかにした。また、収集整理した作業データの汎用性に関する検討を行うとともに、他の原子力施設の解体作業の計画に適用することを目的にして、データの分析結果を単位作業係数や管理データの予測のための単純な数式として、より一般性のある形にまとめた。作業データの分析結果は将来の商業用原子力発電所の解体計画の作成等に適用できるものである。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1995-March 31, 1996

原子炉工学部

JAERI-Review 96-012, 292 Pages, 1996/09

JAERI-Review-96-012.pdf:9.91MB

本報告は、平成7年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及びTRU消滅処理等への工学的応用を目的とする大強度陽子線形加速器の開発である。さらに原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。また、高温ガス炉、核融合等の原研プロジェクト研究及び動燃事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告書では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1993$$sim$$March 31, 1994

原子炉工学部

JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11

JAERI-Review-94-009.pdf:10.37MB

本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1992 $$sim$$ March 31, 1993

原子炉工学部

JAERI-M 93-181, 247 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-181.pdf:7.72MB

本報告は、平成4年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行なわれた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1991 $$sim$$ March 31, 1992

原子炉工学部

JAERI-M 92-125, 259 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-125.pdf:8.22MB

本報告は、平成3年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装・原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究及び、動燃事業団との高速炉の共同研究も進めた。さらに、本報告は、炉物理に関する研究委員会活動もとりまとめた。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1990 $$sim$$ March 31, 1991

原子炉工学部

JAERI-M 91-138, 262 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-138.pdf:7.08MB

平成2年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部において、まとまった規模で行われた活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1989 $$sim$$ March 31, 1990

原子炉工学部

JAERI-M 90-149, 330 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-149.pdf:9.32MB

平成元年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の主要な活動は、高転換軽水炉の検討評価、新型炉概念設計研究及びTRU消滅処理のための大強度陽子線形加速器の計画である。基礎基盤研究としては、核データと群定数、炉理論コード開発、炉物理の実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、核エネルギー技術評価及び炉物理施設技術開発等がある。また、高温ガス炉及び核融合等原研のプロジェクトへ協力する研究も含まれている。さらに、動燃事業団との高速炉の共同研究も進められた。炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department annual report, April 1,1988 - March 31,1989

原子炉工学部

JAERI-M 89-128, 257 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-128.pdf:6.94MB

昭和63年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部は、原研の諸プロジェクト-高温ガス炉および核融合炉-ならびに動燃事業団における高速炉の共同研究を促進している。また原子炉工学部の他の主要な活動は、高転換軽水炉の評価や新型炉概念設計研究である。原子炉工学に関する高エネルギー加速器の利用も既に着手している。さらに、本報告には、核データと群定数、炉理論とコード開発、炉物理積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断および炉物理施設技術開発の様々な基礎研究の最新情報が含まれている。また、炉物理に関する研究委員会活動もまとめられている。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report,April 1,1984-March 31,1985

中原 康明

JAERI-M 85-116, 259 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-116.pdf:6.67MB

昭和59年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析、核融合ニュートロニクス、遮蔽、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置技術、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2 Chapter IX:Engineering

飯田 浩正; 関 昌弘; 沢田 芳夫*; 海老沢 克之*; 後藤 幹彦*; 畑山 明聖*; 服部 泰秀*; 今村 豊*; 伊東 新一*; 伊藤 裕*; et al.

JAERI-M 85-081, 231 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-081.pdf:3.67MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナルレポートの第IX章に相当するものである。システム工学、超電導磁石システム、トーラスシステム、NBI加熱システムに関するデー夕べース評価を行なった。デー夕べース評価のほかに、例えばRFによる電流立上げなど個々の設計変更がINTOR全体設計に及ぼす影響について検討した。

報告書

原子力発電プラント・データベースシステムの概念設計

石川 雅章*; 泉 文男; 須藤 高史

JAERI-M 84-051, 40 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-051.pdf:1.09MB

この報告書は、原子力発電プラント・データベースシステム開発の一環として行われた共同研究の成果について述べるものである。共同研究では、公開されている原子炉設置許可申請書中の安全設計データを中心とするデータに、日本語処理とイメージ処理を適用するデータベースシステムの概念設計を行ったもので、その成果の概要を述べている。

報告書

原子炉用電線材料健全性試験装置(SEAMATE-II)の工学的データ,2; 圧力容器内温度の制御特性実験

田中 進; 中瀬 吉昭; 岡田 漱平; 伊藤 政幸; 日馬 康雄; 吉田 健三

JAERI-M 9699, 54 Pages, 1981/09

JAERI-M-9699.pdf:1.5MB

原子炉用電線材料健全性試験装置は、仮想LOCA条件下での電線ケーブル等の試験法の確立に資するとともに当該試験規格が定められたとき、その試験を行う認定装置の設計に必要な工学的データを得るために製作された。工学的な検討のうち、蒸気排出ラインを閉鎖した条件で圧力容器内雰囲気を急昇温した実験についてはすでに報告した。ここでは、自動運転による圧力容器内温度の制御特性実験について報告する。1)急昇温時における制御補材の制御性、2)温度検出温度制御(T)、圧力検出温度制御(P/T)及び圧力検出圧力制御(P)の各制御方式の制御性の比較、3)自動運転による急昇温及び急降温時の制御性、4)全自動運転に必要な蒸気量及び冷却水量等。

報告書

原子炉用電線材料健全性試験装置(SEAMATE-II)の工学データ,1; 急昇温実験

田中 進; 中瀬 吉昭; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 吉田 健三

JAERI-M 9361, 63 Pages, 1981/03

JAERI-M-9361.pdf:2.04MB

原子炉用電線材料健全性試験装置は、仮想LOCA条件下での電線ケーブル等の試験技術の確立、および当該試験規格が定められたとき、その試験を行う認定装置の設計に必要な工学データを得るため製作された。先ず、工学的な検討を行ったので、その一部について報告する。1)蒸気流量計の検定、2)急昇温中の圧力容器内(試料ケーブルが装荷される)の温度・圧力と蒸気流量の関係、3)圧力容器内雰囲気を昇温させるために必要な熱量、および、4)急昇温中の熱伝達率について検討した。

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